CC BY
15
-□ □-
Представлено огляд видомих результатiв розрахун-кового моделювання важког авари на АЕС Пгее-МИе-ШанЛ-2, а також результатiв моделювання процеыв руйнування контейнменту при важких аварiях в кор-пусних ядерних реакторах. На базi проведеного аналiзу визначено основт напрямки удосконалення методичного забезпечення при моделювант парогазових вибухiв з ура-хуванням уротв ФукуЫмських (2011 р.) важких аварш
Ключовi слова: моделювання, парогазовi вибухи, важк авари, активна зона, корпус реактора, контей-нмент
□-□
Представлен обзор известных результатов расчетного моделирования тяжелой аварии на АЭС Пгее-МИе-ШанЛ-2, а также результатов моделирования процессов разрушения контейнмента при тяжелых авариях в корпусных ядерных реакторах. На основе проведенного анализа определены основные направления совершенствования методического обеспечения при моделировании парогазовых взрывов с учетом уроков Фукусимских (2011 г.) тяжелых аварий
Ключевые слова: моделирование, парогазовые взрывы, тяжелые аварии, активная зона, корпус реактора, контейнмент
-□ □-
УДК 621.039
|DOI: 10.15587/1729-4061.2015.42145|
ОГЛЯД НАПРЯМ1В ВДОСКОНАЛЕННЯ МОДЕЛЮВАННЯ ВАЖКИХ АВАР1Й ЗУРАХУВАННЯМ ДОСВ1ДУ АЕС TREE MILE ISLAND
I. Л . Козлов
Кандидат техычних наук, доцент Кафедра технологи води та палива Одеський нацюнальний полЬехшчний уыверситет пр. Шевченка, 1, м. Одеса, УкраТна, 65044 E-mail: [email protected]
1. Вступ
Аварiя на АЕС Three Mile Island (TMI) - одна з най-бшьших аварш в штори ядерно! енергетики, що сталася 28 березня 1979 р. на атомнш станцп TMI, розташованш в штап Пенальвашя, США. На АЕС TMI використову-валися водо-водяш реактори з двоконтурною системою охолодження, експлуатувалися два енергоблоки потуж-шстю 802 i 906 МВт, аварiя сталася на блощ номер два (TMI-2) В результат серп збо!в в робот устаткування
i помилок операторiв на другому енергоблощ АЕС ста-лося розплавлення 53 % активно! зони реактора [1]. За-гальний збиток вщ аварп склав 1,86 млрд. дол. США [2].
Важка аварiя (ВА), тобто аварiя з ушкодженням ядерного палива, на TMI-2 залишаеться одним з най-б^ьш характерних повномасштабних прикладiв ре-алiзацii аварii з ушкодженням палива в корпусних реакторах. Тому аналiз протжання i наслiдкiв ВА на TMI-2 мае виняткове значення для розумшня процеав на внутрiшньореакторнiй стадii ВА корпусних реакто-рiв (у тому чи^ для ВВЕР).
Пiсля аварп на АЕС TMI-2 вчеш та фахiвцi свгго-вого ядерного ствтовариства прийшли до однозначного висновку щодо необхiдностi глибокого вивчення причин i наслiдкiв ВА. За минулий перюд, в рамках великих мiжнародних програм i проектiв, у т. ч. i для корпусних ядерних реакторiв, у цьому напрямку вико-нана величезна робота:
- проведет численш теоретичнi та експеримен-тальнi дослiдження основних процеив при виникнен-нi та розвитку ВА;
- розроблеш i верифжоваш на певному рiвнi роз-рахунковi засоби моделювання ВА на рiзних стадiях розвитку (важкоаварiйнi коди);
- розробленi керiвництва/iнструкцii з управлш-ня ВА;
- в реакторах нового поколшня безпеки впрова-джет модернiзацii щодо пiдвищення ефективностi управлшня ВА i iншi заходи.
Разом з тим, одтею з коршних причин Чорнобиль-ськоi (1986 р.) i Фукусiмськоi катастроф (2011 р.) була недостатня пiдготовленiсть персоналу з управлшня аварiями.
Проведенi вже в «пост-фукуамський» перiод ш-спекцii регулюючим органом NRC US США на АЕС США (в т. ч. i на 23-х станцiях, що експлуатують ВWR) також виявили недостатню пiдготовленiсть з управ-лiння аварiями, подiбними до Фукусiмскоi.
Моделювання та аналiз важких аварiй е фундаментальною основою керiвництв/iнструкцiй, що рег-ламентують стратегii i дii персоналу з управлшня аваршними процесами. Тому адекватшсть i обгрун-тованiсть моделювання аваршних процесiв багато в чому визначають ефективнiсть стратегiй з управлшня важкими аварiями.
2. Аналiз лггературних даних i постановка проблеми
Важка аварiя в корпусному реакторi другого блоку АЕС TMI започаткувала глибою дослщження у галузi моделювання та аналiзу аварiй з пошкодженням ядерного палива [3]. На пiдставi аналiзу вiдомих результа-тiв дослщжень i моделювання важких аварiй (напри-клад, [4-7]) в свiтi були зроблеш висновки про те що:
1) проблема створення розрахункових засобiв моделювання важких аварш (розрахункових кодiв) для аналiзу виникнення сценарпв аварiйних процесiв та
©
}
надзвичайних ситуацш в режимi реального часу для виршення завдань управлiння важкими аварiями, е актуальною;
2) досвщ застосування наявних засобiв i методiв аналiзу, реалiзованих у сучасних розрахункових кодах, що описують виникнення i розвиток важких аварш на АЕС, а так само створення бази знань (методичного забезпечення) i програмних комплекав не дозволяють повною мiрою моделювати хщ розвитку важко1 аварii i прогнозувати ii наслiдки;
3) моделювання та аналiз важких аварiй е фундаментальною основою керiвництв/iнструкцiй, що рег-ламентують стратегii i дii персоналу з управлшня аварiйними процесами.
Питання моделювання ВА з втратою теплоноия та '¿х наслiдки стосовно до енергоблоюв з ВВЕР (у т. ч. i в Украiнi) знайшли вiдображення в роботах украш-ських вчених [8,9]. На думку авторiв, в обласп моделювання та аналiзу важких аварiй зберiгаються три основш аспекти, що обмежують розробку ефективних стратегш:
1) недостатньо вивчеш окремi явища/ефекти при розвитку важких аварш;
2) недостатньо здiйснена верифжащя та валiдацiя важко аварiйних кодiв;
3) вiдсутнiй обгрунтований системний тдхщ при моделюваннi, що враховуе повний спектр вихвдних подiй та аваршних послiдовностей (у т. ч. i щодо ма-лоймовiрних).
Необхiднiсть розробки i впровадження достатньо обrрунтованоi та адекватноi реальним умовам експлу-атацiйноi документацii з управлiння запроектними i важкими аварiями на АЕС визначаеться багаторiчним досвiдом експлуатацii ядерних реакторiв. Бiльшiсть мавших мiсце запроектних та важких аварш в тш чи шшш мiрi пов'язанi з помилковими дiями персоналу, викликаними, у тому числ^ недостатньою якiстю методичного забезпечення i реалiстичнiстю алгоритмiв дш персоналу при рiзних аварiйних ситуащях (роз-плавлення активноi зони реактора Stlaurent (Фран-цiя), 1960 р.; вибух реактора SL-1 (Айдахо, США), 1961 р.; аварiя на АЕС Hunterstone, 1977 р.; аварiя на АЕС ТМ1-2 (США) з пошкодженням активноi зони, 1979 р.; Чорнобильська аварiя, з руйнуванням реактора i контаймента, 1986 р.; аварiя на АЕС Fukushima-Daiichi (Япошя) з пошкодженням ядерного палива та парогазовими вибухами, 2011 р та ш.) [10].
Шсля аварii на АЕС TMI-2 мiжнародним агентством з атомноi енергii при Оргашзацп економiчного спiвробiтництва та розвитку (NEA/OECD) та департаментом енергетики США (US DOE) була створена стльна робоча група для проведення розрахункових аналiзiв в рамках мiжнародного бенчмарку важкоава-ршних комп'ютерних кодiв, яю були у той час [11].
При проведенш розрахункового моделювання розвитку аварп умовно було видшено чотири стадii [12]. Перша стадiя охоплюе початковий перiод часу (при-близно 100 хв.) вiд вихщно' подп до зупинки остан-нього головного циркуляцшного насосу (ГЦН) i згiдно феноменологii представляе собою аварт з невеликим протiканням.
На другш стадii вiдбуваеться початковий розiгрiв i плавлення активноi зони з утворенням в ii централь-
нiй частиш металево! кiрки i3 застиглого матерiалу, яка блокуе прохiдний nepepi3 i утримуе розплав, що CTiKae зверху.
Третя стадiя починаеться з запуску ГЦН в цирку-ляцiйнiй пе^ B (в результатi чого в реактор надхо-дить близько 30 м3 теплоносiя) iз заливанням водою активноï зони. Пiсля запуску ГЦН i короткочасного повторного заливання, рiвень води в активнш зонi знову зменшуеться, i оболонки ТВЕЛ розiгрiваються.
На четвертiй стадп вiдбуваеться запуск системи подачi води високого тиску i заповнення активноï зони. У центрi активноï зони вiдбуваеться утворення ядра розплаву, оточеного твердою юркою, яке спочатку не вдавалося охолодити. Передбачалося, що в пев-ний момент часу юрка, що оточуе навколишне ядро, руйнуеться i розплав пересуваеться вщ центру до периферп. В результат взаемодп розплаву з вигород-ками утворюеться отвiр, за яким розплав перетжае в область байпасноï д^янки з подальшим пересуванням в нижню камеру реактора. Зрештою в реакторi утворюеться така конфiгурацiя зруйнованих матерiалiв, яка дозволяе вiдводити тепло i запоб^ти подальшому пересування розплаву.
Першi результати розрахункiв, виконаних учасни-ками бенчмарку, з'явилися в 1988 р. [6]. У бенчмарку використовувалися коди ICARE, MELCOR, SCDAP/ RELAP5, MARCH, MAAP, ATHLET та iн. [13]. На початковому етапi основним завданням розрахунюв була точнiсть вщтворення аварiйних процесiв i оцiнка здатност кодiв моделювати важкоаварiйнi явища. Результати розрахунюв показали, що в б^ьшост випад-кiв достатнiй стутнь верифiкацiï коди мають тiльки на перших трьох стадiях аварп. При цьому спостер^а-лося значне розходження в розрахунковш масi водню, генерованого тд час другоï стадп: за рiзними кодами було отримано вщ 145 до 471 кг водню [12]. Крiм того, жоден код не передбачив утворення помiтноï юлькост водню на третiй стадiï (тсля повторного пуску насоса в циркуляцшнш петлi Б), коли вiдбувалося корот-кочасне повторне заливання частково зруйнованоï активноï зони.
Таким чином, на пiдставi проведеного аналiзу вь домих робгг, подальше вивчення аварiï на АЕС Three Mile Island визначило необхщшсть вдосконалення методичного забезпечення при моделюванш ВА в корпу-сних ядерних реакторах.
3. Мета i завдання дослщження
Метою даноi роботи е розгляд напрямюв моделюванш важких аварш в корпусних ядерних реакторах
з вщповщним вдосконаленням методичного забезпе-чення.
Ршення поставленоi задачi забезпечуеться аналь зом ввдомих результатiв моделювання важкоi аварп на АЕС Three Mile Island.
Для досягнення намiченоi мети були поставлен наступш завдання:
- провести аналiз вiдомих результатiв моделювання аварш на АЕС Three Mile Island;
- на основi проведеного аналiзу визначити напря-мок вдосконалення моделювання важких аварш.
4. Аналiз результаив моделювання важко! аварп на АЕС Tree Mile Island та i'x обговорення
Основною метою моделювання процеив, що про-тжають при розвитку ВА, е визначення та обгрунту-вання: необхiдних i достатнiх критерпв виникнення рiзних стадш ВА; спектрiв аварiйних послiдовностей (АП), або дерев подш, на рiзних стадiях розвитку ВА; надiйностi, працездатноси i критичних конфiгурацiй систем, що забезпечують виконання необхiдних функ-цш безпеки; станiв систем i устаткування в процесах та АП постадийного розвитку ВА; розвитку домшантних для безпеки процеив в АП ВА.
Для виршення таких задач моделювання ВА тра-дицшно використання розрахункових, експеримен-тальних i розрахунково-експериментальних методiв.
Розрахункове моделювання може бути засноване на детермшштичних та iмовiрнiсних методах. Детер-мiнiстичнi методи в принцип дозволяють моделювати умови виникнення рiзних стадiй ВА, умови i розвиток процеав в АП, стан систем та обладнання. Iмовiрнiснi методи застосовуються зазвичай для оцiнок надшнос-ri систем/обладнання, що забезпечують виконання не-обхiдних функцiй безпеки, i для визначення спектрiв АП (дерев подш).
Експериментальне моделювання (здшснюеться на спецiалiзованих експериментальних стендах/установках) в принцит також дозволяе вирiшувати завдання розрахункового моделювання ВА та е прюритетним. Однак об'ективш причини не дозволяють проводити в повному обсязi експериментальне моделювання в«х процесiв i подш при розвитку ВА в натурних умовах. Тому результати експериментального моделювання важких аварш спрямоваш в основному на розумшня закономiрностей i умов розвитку окремих процеав та АП, на визначення критерпв виникнення i закшчен-ня рiзних стадiй та етатв ВА, а також на валвдащю розрахункових засобiв моделювання ВА (розробка та реалiзацiя матриць валщацп) [14] . До останнього часу даш важко1 аварii на внутршньокорпуснш стадii 2-го блоку TMI-2 дають ушкальну можливiсть валь дацп важкоаваршних кодiв для корпусних ядерних реакторiв на натурних об'ектах.
При проведенш мiжнародного бенчмарка з моделювання розвитку аварп на АЕС TMI-2 в результатах роз-рахунк1в, отрнманнх р1зними учасннкамн бенчмарка, малн мкще вщмшност1, як1 могли бути викликаш як вщмшностями в моделях, що застосовувалися, так i pi3HiiMTi граничними умовами. Для аварп не було достов1рних даних за такими граничними умовами як витрата живильно1 води, витрата продувки-шд-живлення першого контуру, витрата води вщ системи упорскування високого тиску i витрата через скидний клапан компенсатора тиску (KT). Учасники бенчмарку були змушеш caMi оцшювати граничш умови аварп, i щ оцшки вщр1знялися, що ускладнювало пор1вняння результат1в. Тому завданням наступних бенчмарюв стало дос.гпдження сценарпв ВА з однозначно задани-ми граничними умовами.
У табл. 1 представлен! оргашзацп, яю в даний час беруть участь в бенчмарку, i3 зазначенням код1в, що використовувались. Результати розрахункового моделювання ATHLET-CD аварп, що мала мшце, з по-шкодженням активноi зони на корпусному реактор!
(PWR) АЕС США TMI-2 представлен в робоп [13]. Вщкриття запобiжного клапана з електроприводом (pressurieser's power operated relief valve - PORV) КТ моделювалося через лише юлька секунд пiсля зупин-ки, але при подальшому зменшеннi тиску клапан не закрився. Вщмова PORV викликала поступове ви-тiкання теплоноия. Витiкання було виявлено через 139 хвил. тсля початку аварiйноi зупинки й усунена закриттям вручну блокувального клапану КТ.
Таблиця 1
Учасники i коди бенчмарку «WGAMA TMI-2 BENCHMARK EXERCISE» [12]
Оргашзащя Краша Код
GRS Шмеччина ATHLET-CD
IKE ATHLET-CD
KIT ASTEC & MELCOR
RUB ATHLET-CD
ENEA 1ташя ASTEC
IRSN Франщя ICARE/CATHARE
IVS Словагая ASTEC
KAERI Республжа Корея MELCOR
Tractebel Engineering Бельпя MELCOR
SNL США MELCOR
BARC 1вддя ASTEC
ИБРАЭ РАН Роая СОКРАТ (SOCRAT)
INRNE БОЛШР!Я ASTEC
За результатами моделювання [13] через 9 год. 50 хв. в результат утворення водню стався локаль-ний вибух без пошкодження корпусу реактора i кон-тейнменту. На АЕС стався неконтрольований викид радюактивносп, який майже повшстю складався з «благородних» газiв.
Значення тиску в 1-му контур^ якi одержанi в результат моделювання ATHLET-CD, досить точно ввд-повiдають розрахунковим даним до початку повторного заливання при перехвдному режимi насосу В i подаль-шого аварiйного живлення високого тиску (рис. 1).
О 20 40 60 80 100 120 140 160 180 200 220 240 Час, хвил
Рис. 1. Розрахований та вимiряний тиск в 1-му контур! TMI-2 [13]
Тиск в 1-му контурi на стадп швидкого охолоджен-ня в [13] ктотно переоцiнене, тому що переоцшене перенесення тепла до теплоносiя через недооцшку руйнування активно! зони в результат вщсутност моделей пiзньоi фази. Розрахунок розпод^ення води/ пари в 1-му контурi теплоносiя до повторного заливан-ня також вiдповiдаe даним спостережень, яю отриманi в процеа аварп i в результатi поставаршного аналiзу. Враховуючи похибку вимiряного сигналу через непро-ектну роботу, можна вважати, що рiвнi змiшаноi води i рiвнi води пiсля аварiйного витiкання на ТМ1-2 в [13] змодельоваш досить адекватно.
Масова витрата води через РОЯУ i, ввдповщно, через блоковий канал був розрахований за допомо-гою критично! моделi витiкання. Загальна маса втрат через витжання через РОЯУ з допустимою похибкою вщповвдае вимiряним даним, якщо взяти до уваги помилки вимiрювань в ходi зупинки реактора (рис. 2).
Рис. 2. Розрахована та вимiряна маса вилкання через PORV TMI-2 [13]
Моделювання останньо'! стадii аварп з утворен-ням шару уламкiв i розплавленого басейну, а також пересуванням з басейну на днишд корпуса реактора в робот [13] не виконана через вщсутшсть вiдповiдних моделей пiзньоi стадп.
Значення розрахованоi маси водню, виробленого екзотермiчним окисленням циркошю, в [13] переоцше-не аж до початку стадп швидкого охолодження. Проте, на стадп швидкого охолодження виробництво водню моделювання кодом ATHLET-CD недооцшене. Це яви-ще можна пояснити тим, що у верхшх областях активно'! зони вже не було достатньоi юлькост металевого циркошю через пошкодження оболонок i перемiшення зруйнованого матерiалу в б^ьш глибокi областi. На-рештi, температура в нижшх частинах активно'! зони, затоплено'! водою протягом усього процесу, який ще не встановився (стан «волого'! активноi зони») була недостатньо високою для швидкост окислення, що вщповщае розрахунковому виробництву водню на стадп швидкого охолодження.
Потк пари, що йде вгору активно' зони, iмовiрно змшив напрямок через замикання активно' зони у внутршшх каналах паливних стрижшв i почав пересуватися через поперечш з'еднання до менш хо-лодних i вже окислених зовшшшх кiлець i байпасу вщбивача активно' зони. Таким чином, в розрахунку
не був врахований контакт теплоноия з металевим розплавом.
Спрощений аналiз розпод^ення продуктiв подiлу i конструкцшних матерiалiв в 1-му контурi при моде-люваннi 240 хвил. аварп досить точно вiдповiдаe роз-рахункам [13]. За розрахунком пересування в 1-й контур сильнолетючих iзотопiв йоду i цезiю, а також «благородного» газу ксенону становить близько 53 % ввд первинно'! юлькост. Вихiд летючих iзотопiв те-луру i сурми становить близько 5 %. Пересування в 1-й контур стронщю, за моделлю ATHLET-CD, склало близько 3 %. Нарешт, поточний розрахунок пересування урану, а також структурних матерiалiв (срiбла i сталi) за допомогою ATHLET-CD показав 0,4 %.
Моделювання фiзичних явищ за допомогою коду ATHLET-CD вимагае вдосконалення, особливо на тз-нш стадп руйнування активно'! зони. Це передбачае опис утворення i поведшки шару уламкiв i басейну розплаву, виходу продуктв подiлу i пересування мате-рiалу з розплаву, а також поведшки корпусу реактора в умовах мехашчного та теплового стресу через пересування корiуму. Крiм того, необхвдно вдосконалити розрахунок утворення водню на стадiях повторного заливання.
Використання в розрахунковш моделi PWR сучас-ного коду СОКРАТ дозволило врахувати два можли-вих шляхи, за якими матерiали зруйновано'! активно'! зони можуть потрапити в нижню камеру реактора [12]. Одшею з вiдмiнних особливостей коду СОКРАТ е дифузшна модель окислення циркошю. Ця модель розраховуе розпод^ення кисню вздовж товщини оболонки i враховуе дифузт кисню в системi «пар-цирконш-паливо». Модель окислення, яка використа-на в кодi СОКРАТ, дозволяе проводити розрахунок процесу зростання оксидно'! плiвки внаслiдок зба-гачення оболонки киснем i зворотного йому проце-су зменшення концентрацп кисню в оксиднш плiвцi внаслiдок дифузп кисню.
Зпдно з результатами моделювання кодом СОКРАТ ВА на АЕС TMI-2 [12]:
1) Плавлення палива в базовому сценарп почина-еться приблизно на 4550 с аварп. На 5000 с аварп в розплавлений стан переходить приблизно 50 % активно'! зони. На 5400 с в результат проплавлення стнки шахти розплав починае потрапляти на днище корпусу реактора. При досягненш на нижнш решггщ темпе-ратури +1700 К (+6400 с початку аварп) моделюеться критерiальне руйнування решики та перемщення матерiалiв з активно'! зони в нижню камеру.
Руйнування корпусу реактора в базовому сценарп ввдбуваеться приблизно через 12 000 с тсля початку аварп. Юльюсть водню, що утворився, становить 800 кг [12].
2) У сценарiях з повторним заливанням активно'! зони моделюеться подача води в холодш нитки iз за-гальною витратою 25 кг/с.
У першому сценарп аваршна система впорскуван-ня води високого тиску включаеться на 4628 с аварп. До цього часу маса матерiалiв зруйновано'! активно'! зони досягае 10 т, маса генерованого водню становить 100 кг, а частка циркошю, що прореагував, - 11 %. Динамжа плавлення активно'! зони з моменту надхо-дження охолоджувально'! води (+4628 с аварп) знахо-диться в достатнш вщповщност до процесу руйну-
вання активно! зони в базовому сценарп до моменту руйнування 50 % активно! зони: на 5000 с в режимi i3 заливанням положення юрки i розмiр ядра розплаву вщповщають базовому сценарГю. При повторному за-ливанш ядро розплаву охолоджуеться i твердie, весь матерiал залишаеться в активнiй зонi i не потрапляе в нижню камеру реактора. Маса водню, що утворився тсля початку повторного заливання, становить 363 кг. Загальна маса водню, що утворився в ходi аваршного режиму - 463 кг [12].
У другому сценарп з повторним заливанням ава-ршна система впорскування води високого тиску включаеться на 4846 с аварп (на 218 с тзтше, шж у першому сценарп iз заливанням), коли маса матерiалiв зруйновано! активно! зони досягае 45 т. Маса водню, що утворився до цього часу, становить 232 кг, що вщ-повщае 26 % циркошю, який прореагував. Ступшь руйнування активно! зони в режимi iз затзшлим заливанням бшьше, шж у сценарiï з раннiм заливанням. Як i в першому сценарп iз заливанням, розрахунок передбачае, що активна зона устшно охолоджуеться, i весь матерiал зруйновано! активно! зони залишаеться над нижньою решГткою активно! зони. Розрахункова юльюсть водню, що утворився тсля початку заливання, склала 302 кг. Загальна юльюсть водню, що утворився за таким сценарiем аварп, становить 534 кг [12].
3) Аналiз сценарпв iз заливанням показуе, що заливання частково зруйновано! активно! зони в розгля-нутому дiапазонi руйнування (частка циркошю, що прореагував, до 26 % i маса зруйнованих матерiалiв до 45 т) призводить до поступового розхолоджування ядра розплаву i запобГгае повному руйнуванню активно! зони. За умови бшьш раннього заливання юльюсть водню, що утворився, зменшуеться в порiвняннi з затзшлим заливанням [12].
Вiдомi поди на АЕС ТМ1-2 в 1979 р. фактично послужили початковим «поштовхом» глибоких досль джень ВА в корпусних реакторах, як були шщшоваш регулюючим органом США (NRC US), а згодом отри-мали розвиток i у вах провщних ядерних державах.
Спочатку основний акцент у дослщженш ВА був зроблений на визначенш умов цiлiсностi контейнмен-ту (захисно! оболонки - ЗО), як останнього захисного бар'еру безпеки (ЗББ) радюактивних викидiв у навко-лишне середовище. Пiсля аварп на АЕС ТМ1-2 NRC US встановив вимогу тдтримки щлГшостГ захисно! оболонки при важкш аварп протягом не менше 24 годин, при умовнш ймовГрностГ 10 % [15].
Розглядалися два основш сценарп руйнування контейнменту при ВА в корпусних реакторах:
а) «швидкоплинний» процес руйнування в результат парогазових вибухГв;
б) «довготривалий» процес руйнування в результат взаемодп розплаву корГуму з бетоном контейнменту (процес MCCI-molton corium concrete interaction), яке супроводжуеться також газовидшенням.
Оглядовий аналГз цих дослщжень в «дофукуам-ський» перюд наведено, наприклад, у вщомому звь т европейсько! програми SARNET (Severe Accident Research Network of Excellence) [15]. Зокрема, було встановлено, що «довготривалий» процес руйнування контейнменту (бшьше 4 годин з моменту початку ВА) не повинен бути критичним стосовно Гстотних радь
оактивних викидгв в навколишне середовище: за цей промГжок часу практично вс продукти подшу у ви-глядГ аерозолГв скупчуються i освдають на поверхнях в захиснш оболонщ i далГ надходять в приямок; а най-бГльш токсичш продукти подГлу (131I i 137Cs) утворю-ють водорозчинш сполуки CsI, CsOH i видаляються з контейнменту тсля активГзацп спринклерних систем. За окремими оцшками викид за умови «довготрива-лого» сценарГю розвитку ВА тсля 24 годин може бути на 4-5 порядюв менше, шж при «швидкоплинному» сценарп [15].
Можливо, таю обгрунтування i послужили основою для прийняття NRC US вимог щодо збереження щлГшостГ контейнменту при ВА протягом не менше 24 годин. Однак уроки Фукуамськош аварп засввд-чили недостатшсть цих вимог: руйшвш вибухи з ката-строфГчними радГацшними наслщками на бшьшост об'ектГв вщбулися значно тзшше 24 годин з моменту початку аваршних процесГв.
АналГз результатГв ввдомих дослщжень в област розрахункового та експериментального моделювання руйнування (деградацп) захисних бар'ерГв безпеки [15] на основГ уроюв важко! аварп на АЕС TMI-2 доз-воляе зробити наступш коментарГ
1. Основними мехашзмами руйнування корпусу реактору/контейнменту е:
- парогазовГ вибухи, що викликаш термохГмГчни-ми реакщями водню i/або штенсивним паро- i га-зоутворенням в процесГ охолодження паливовмГсних мас (ПВМ), а також взаемодп ПВМ з ЗББ;
- деградащя ЗББ вщ безпосереднього контакту з високотемпературними ПВМ.
Ва визначальш процеси парогазових вибухГв необ-хщно розглядати на системному рГвш з урахуванням !х взаемозалежност i зворотних зв'язюв взаемодп (в т. ч. DCH- i МСС1-процеси). Наприклад, збГльшен-ня штенсивностГ охолодження ПВМ призводить до збГльшення штенсивност пароутворення, яке в пев-них умовах i стану системи ЗББ може призвести як до зростання, так i до зниження концентрацп водню i вибухонебезпечно! ситуацп [16].
2. Встановлеш тсля аварп на АЕС TMI-2 вимоги NRC US про достаттсть збереження цШсност контейнменту протягом не менше 24 годин, засноваш на некритичност для радГацшно! безпеки «довготрива-лих» сценарпв розвитку важких аварш, е недостатньо обгрунтованими i вимагають перегляду. Одним з тд-тверджень цього положення е уроки важких аварш на АЕС Fukushima-Daiichi.
5. Висновки
1. Для щлГшостГ ЗББ важливе значення при мо-делюванш та аналГзГ важких аварш мають паровГ «енергетичш» вибухи, як за певних умов можуть призвести як до деградацп самих ЗББ, так i до шших критичних наслГдкГв (шщГащя потужно! воднево! де-тонацп; пошкодження кришкою реактора, що ввдрва-лась, систем, як забезпечують управлшня важкими аварГями та шшим). Принцип виключення з моделювання та аналГзу можливост виникнення парових вибухГв, як вкрай малоймовГрних подш, е в загальному випадку неприпустимим. Одним з тдтверджень цьо-
го е сценарп розвитку важких аварш, якi вiдбулися (малоймовiрнi) на 4-му блощ Чорнобильсько! АЕС та АЕС Fukushima-Daiichi [16].
2. Необхiдно удосконалення методичного забез-печення за умови моделювання та аналiзу умов ви-
никнення горшня/детонацп водню в ЗББ при «швид-коплинних» сценарiях розвитку важких аварш, що характеризуются ктотною динамiчнiстю процесiв. При таких сценарiях застосування вiдомого методу Шапiро-Моффет е необгрунтованим.
Лiтература
1. Бабаев, Н. С. Проблемы безопасности на атомных электростанциях [Текст] / Н. С.Бабаев, И. И. Кузьмин, В. А. Легасов, В. А. Сидоренко // Природа. - 1980. - № 6. - С. 30-43.
2. Новиков, И. И. Уроки аварии реактора PWR на АЭС Три-Майл-Айленд в США в 1979 г. [Текст] / И. И. Новиков, Г. Н. Кру-жилин // Электрические станции. - 1999. - № 6. - С. 29-35.
3. Кузнецов, Ю. Н. Теплообмен в проблеме безопасности ядерных реакторов [Текст] / Ю. Н. Кузнецов. - М. : Энергоатомиздат, 1989. - 296 с.
4. Звонарев, Ю. А. Разработка верификационной базы данных для обоснования безопасности АЭС с ВВЭР при тяжелых авариях [Текст]: матер. конф. / Ю. А. Звонарев, М. А. Будаев, Н. П. Киселев // Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР. -РНЦ «Курчатовский институт». - Подольск: ФГУП ОКБ «ГП», 2008.
5. Papin, J. French Studies on High Burnup Fuel Transient Behavior under RIA Conditions [Text] / J. Papin, M. Balourdet, F. Lem-oine, F. Lamare, J. Frizonett, F. Shmitz // Nuclear Safety. - 1996. - Vol. 37, Issue 4.
6. Кабанов, Л. П. Техническое обоснование управления тяжелыми авариями на АЭС с ВВЭР-1000 [Текст] / Л. П. Кабанов, Н. А. Козлова, А. И. Суслов. - МЦЯБ - НТЦ ЯРБ РФ - РНЦ «Курчатовский институт», 2006.
7. Vayssier, G. Severe Accident Management Implementation and Expertise, AMM-SAMIME(00)-P009 [Text] / G. Vayssier et. al. -European Commission, 2000.
8. Скалозубов, В. И. Основные положения методического обеспечения моделирования тяжелых аварий на АЭС с ВВЭР [Текст] / В. И. Скалозубов, Ю. Л. Коврижкин, В. Н. Колыханов, Г. Г. Габлая // Ядерна та рад1ацшна безпека. - 2010. -№ 2 (46). - С. 13-18.
9. Скалозубов, В. Н. Основные принципы и требования к средствам моделирования и руководствам по управлению тяжелыми авариями на АЭС с ВВЭР [Текст] / В. И. Скалозубов, В. Н. Колыханов, Н. И. Власенко, Хадж Фараджаллах Даббах А. // Ядерна та рад1ацшна безпека. - 2010. - № 3 (47). - С 18-21.
10. Ключников, А. А. Основные подходы по управлению запроектными авариями на АЭС с ВВЭР (Обзор) [Текст] / А. А. Ключников, Ю. Л. Коврижкин, В. И. Скалозубов, А. В. Шавлаков. // Проблеми безпеки атомних електростанцш i Чорнобиля. -2010. - Вип. 13. - С. 19-26.
11. TMI-2 Analysis Exercise task Group, "TMI-2 Analysis Exercise Final Report" [Текст]. - NEA/CSNI/R. - 1992. - Vol. 91.
12. Капустин, А. В. Моделирование тяжелоаварийных сценариев на АЭС ТРИ-МАЙЛ-АЙЛЕНД в рамках бенчмарка WGAMA ТМЬ2 BENCHMARK EXEROSE c помощью кода СОКРАТ [Текст] / А. В. Капустин, К. С. Долганов. Д. Ю. Томащик. // 8-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР - ОКБ Гидропресс». - Подольск (Россия), 2013.
13. Драт, Т. Анализ аварии на АЭС ТМ 1-2 с помощью кода ATHLET-CD [Текст] / Т. Драт, И. Д. Кляинхитпас, М. К. Кох // Атомная техника за рубежом. - 2007. - № 4. - С. 27-34.
14. Скалозубов, В. И. Вопросы моделирования тяжелых аварий в корпусных реакторах [Текст] / В. И. Скалозубов, В. Ю. Коч-нева, В. Н. Колыханов, Г. Г. Габлая // Ядерна та рад1ацшна безпека. - 2010. - № 4 (48). - С. 26-34.
15. Support provided by the SARNET in the Framework Programs of Research of the European Commission [Text]. - Academic press is an imprint of Elsevir, 2012.
16. Скалозубов, В. И. Анализ причин и последствий аварии на АЭС Fukushima как фактор предотвращения тяжелых аварий в корпусных реакторах [Текст] / В. И. Скалозубов, А. А. Ключников, В. Н. Ващенко, С. С. Яровой. - Чорнобиль: 1н-т проблем безпеки АЕС НАН Украни, 2012. - 280 с.
